[发明专利]一种贯穿件封头质量检验用的取样方法

说明书

本发明涉及一种贯穿件封头质量检验用的取样方法，贯穿件封头包括封头体、贯穿体，取样方法的取样对象为留有余量的贯穿件封头毛坯件，且在毛坯件热处理之后进行取样，取样方法包括如下步骤：①、在封头体上截取第一环状试件，并将截取的第一环状试件分割成多个第一试样块；②、在贯穿体上截取第二环状试件，并将截取的第二环状试件分割成多个第二试样块；对贯穿体和封头体均进行取样，以便对整个贯穿件封头做更为完整全面质量分析，并通过对试样的物理及化学性能分析全面检验出主蒸汽系统机械贯穿件封头的整体质量，而且不需要对所述贯穿件封头进行完全破坏，取样后依然可以作为产品继续使用，从而最大程度地降低了取样的成本。

技术领域

本发明涉及一种贯穿件封头质量检验用的取样方法。

背景技术

随着低碳环保的理念日渐深入人心，核电这种清洁能源越来越受到各国的重视。我国从上个世纪末开展核电设备国产化至今，第二代核电站反应堆核岛主设备已经完全实现了国产化，第三代核电以及我国自主知识产权的华龙一号核电机组核岛主设备目前正处于国产化阶段。随着新堆型功率的提升及核安全的最新要求，核岛重要部件的设计也正在向大型化和集成化方向发展，导致一些锻件设计上从通常规则形状变为含台阶、变径、封头等不规则形状，受当前制造技术条件的制约，尤其是采用自由锻方式制造的锻件，不可能保证锻件所有部位的组织和性能一致。在实际生产，尤其是核岛主设备的制造过程中，由于锻件壁厚不一致导致的工件不同部位组织晶粒粗大、力学性能指标不符合要求等问题经常发生。造成了部件后续的重新热处理或者直接报废，增加制造成本，影响核电建设工期。另外，由于目前部件的验收试验取样部位除了全面解剖外,对最大壁厚部位无更好的性能验证方法，也可能在设备服役期间出现一定的安全隐患。因此在保证质量的条件下实现批量化生产，不仅需要制造厂在制造技术上进行创新，还需要对锻件进行有针对性的质量检验方案。

核岛主蒸汽系统是核电安全运行系统的重要组成部分。这些部件在运行时都需要与高温蒸汽直接接触。运行条件苛刻（约300℃、16MPa含磷酸和硼酸的高温高压水），对材料性能要求极高，除要求有良好的综合力学性能（足够的强度、较高的塑性韧性）外，还要求耐高温高压水腐蚀，具有良好的抗疲劳性能、易加工和焊接性能等。为了确保核电站的安全，以及进一步提高核电站的运行寿命，在原材料的生产制造中对这些核岛重要部件的质量提出更高的要求（核安全等级1级，质保等级QI级，抗震类别I级，清洁类别A级，焊缝等级为1级），具有制造技术标准高、难度大和周期长等特点。

目前，世界上已经商运和在建的核电站大部分是按照法国核岛设备设计建造委员会（AFCEN）制定的RCC-M《压水堆机械设备设计和建造规则》及美国的ASME标准制造的。核岛主设备均采用锻造工艺，组织均匀，力学性能较好，但是由于制造工艺限制，部分核岛主设备尤其是一些异形件在锻造过程中各个部位的锻造比不同，如果在性能热处理过程中未能到达预定目标，会造成最终力学性能指标偏差，影响使用。

另外，针对主蒸汽系统机械贯穿件的采购技术要求，对化学成分要求的规定，浇包中主要元素含量C: ≤0.20%、Mn:0.8-1.6%、P≤0.02%、S≤0.015%、Si:0.1-0.35%、Cr≤0.25%、Ni:≤0.5%、Mo:≤0.1%、Cu≤0.25%。原料中不能添加Pb、Zn、Cd、Hg、Bi、Tm等低熔点材料。经过电弧炉和钢包精炼，调控微合金元素及杂质含量得到成分合格的钢液，然后真空浇注后锻造成型。此外，规范中还对材料的最终性能指标做出了明确要求，如室温拉伸（Rp0.2≥275MPa、Rm470-570MPa、A%≥21%）、300℃高温拉伸（Rp0.2≥192MPa、Rm≥423MPa）、KV冲击（≥60J）、晶粒度≥5级、非金属夹杂物≤2级、各点硬度差≤30HB等。

正常生产过程中，应尽可能避免出现不同部位组织晶粒度不一致、力学性能差异较大等问题，必须在制造过程开始前充分考虑制造阶段的各类影响因素和控制措施，设计出一种适用于主蒸汽系统机械贯穿件锻件的质量检验方法。在保证质量的条件下实现批量化生产，不仅需要制造厂在制造技术上进行创新，还需要成功完成技术评定，当然也必须进行主蒸汽系统机械贯穿件封头的工艺评定工作。